核电站超高温阀阀盖密封应用研究

摘要

2011年3月日本福岛核事故后，为提高我国在运和在建核电机组安全技术水平以及应对极端自然灾害能力，国家能源局组织开展了超设计基准事故安全技术研发项目。严重事故泄放阀是本项目中的重要设备之一。本课题要求阀门在650℃时，能实现无任何外漏。其中，阀门阀盖密封是设计关键。因此，开展超高温阀阀盖密封结构的研究具有重要的工程应用价值。本文主要对阀门自紧密封阀盖在650℃超高温及温度、压力循环工况下密封性能进行研究。对目前自紧密封结构中密封垫结构和螺栓预紧方式进行改进和优化。
　　本文以弹塑性力学经典理论为基础，对新的阀盖结构密封垫片在设计压力工况下密封所需的力进行计算。根据设计压力和垫片密封力对支撑环、四开环零件的弯曲应力和剪切应力进行校核，得到支撑环、四开环的应力均小于材料在设计温度下许用应力值。根据密封垫片所需的密封力，计算得到预紧螺栓最小直径为11.9mm,设计选取8个M16螺栓。运用ANSYS软件对自紧密封阀盖结构进行多种工况应力、温度场和热变形模拟仿真分析。模拟得到阀体、阀盖在1.5倍设计压力、管道载荷以及三个方向4g地震载荷共同作用下应力强度均小于材料的许用应力强度。通过对阀体、阀盖、四开环在360℃下沿壁厚方向热应力分析，得到各零件总体热应力值均小于1倍许用应力强度。通过对事故工况的模拟，获得在650℃下，阀体与四开环径向、轴向的绝对变形值分别为0.892mm、1.381mm，阀盖与阀体之间绝对热变形为0.72mm。对新阀盖结构进行三次温度、压力循环试验，试验过程中，在360℃、17.5MPa，650℃、1.9MPa，以及试验后常温17.5MPa泄漏量为零。试验后零件拆解，未发现关键零件拉伤和擦伤痕迹。通过最终的模拟试验，新的阀盖结构密封性能优异，可以满足核电站严重事故泄放阀事故工况密封性能要求。

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第一章 绪 论

1.1课题研究背景

1.2国内外研究现状

1.3存在的问题与本文研究内容

第二章 阀盖密封结构设计

2.1典型阀盖密封结构

2.2密封机理

2.3对密封性能造成影响的主要因素

2.4设计参数

2.5结构设计

2.6结构计算校核

2.7本章小结

第三章 阀盖密封结构力学性能分析

3.1分析步骤

3.2阀门几何模型

3.3关键零件材料特性

3.4结构计算模型

3.5计算载荷

3.6设备应满足的规范准则

3.7关键零件计算结果与评定

3.8本章小结

第四章 阀盖密封结构温度场分析

4.1热分析基本理论

4.2分析和评定依据

4.3材料特性

4.4边界条件

4.5数值结果及分析

4.6本章小节

第五章 阀盖密封结构试验验证

5.1模拟试验工装设计

5.2密封试验验证方案设计

5.3试验验证

5.4试验分析和结论

5.5本章小结

第六章 结 论

6.1主要结论

6.2展望

参考文献

攻读学位期间本人出版或公开发表的论著、论文

致谢